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論文

Study on optimizing microwave heating denitration method and powder characteristics of uranium trioxide

瀬川 智臣; 川口 浩一; 加藤 良幸; 石井 克典; 鈴木 政浩; 藤田 峻也*; 小林 昌平*; 阿部 豊*; 金子 暁子*; 湯淺 朋久*

Proceedings of 2019 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 2019) (Internet), 9 Pages, 2019/05

硝酸ウラニル・硝酸プルトニウム混合溶液から混合酸化物への転換において、マイクロ波加熱脱硝法が利用されている。マイクロ波加熱の効率性及び均質なUO$$_{3}$$粉末を製造するための加熱均一性の向上を目的とし、塩化カリウム寒天及び硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱試験、並びに数値シミュレーションによる解析を実施した。硝酸ウラニル溶液の誘電損失に調整した塩化カリウム寒天を用いたマイクロ波加熱試験により、マイクロ波加熱脱硝に最適なサポートテーブル高さは50mmとなることを確認した。また、断熱材を用いた硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱試験により、脱硝時間の短縮によるエネルギー利用効率の向上及び脱硝体の剥離性が改善による収率の向上を確認した。さらに複数のサンプリング位置において採取したUO$$_{3}$$について、いずれも粉末特性が改善し高密度のペレットが作製可能となることが明らかになった。断熱材を設置することで硝酸ウラニル溶液のマイクロ波加熱の均一性が向上することが数値シミュレーションにより示された。

論文

Issues to be verified by IFMIF prototype accelerator for engineering validation

杉本 昌義; 今井 剛; 奥村 義和; 中山 光一*; 鈴木 昌平*; 三枝 幹雄*

Journal of Nuclear Materials, 307-311(Part2), p.1691 - 1695, 2002/12

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.03(Materials Science, Multidisciplinary)

国際核融合材料照射施設(IFMIF)は核融合炉用材料開発のための加速器ベースの強力中性子源である。施設には2台の加速器があり、それぞれ最大40MeV/125mAの重陽子ビームを発生する。過去に350MHzにおける7MeV/100mAの陽子加速に成功した例はあるものの、IFMIF仕様の175MHz重陽子加速を実証することが重要であり、次期フェーズの技術実証期間において基本性能を実証する予定である。特に重要な設計パラメータである加速器間のビーム受け渡しエネルギーや高周波源特性等はプロトタイプ用に最適化する必要がある。このようなプロトタイプ設計に必要な基本要素技術(イオン源,FQへのビーム整合,高周波システム要素等)について現在、実施中の試験について目標と現状を述べるとともに、日本から提案中のプロトタイプの概念構成を示す。

論文

Design of the Nb$$_{3}$$Al insert to be tested in ITER central solenoid model coil

小泉 徳潔; 伊藤 智庸*; 小方 大成*; 高橋 良和; 杉本 誠; 中嶋 秀夫; 加藤 崇; 布谷 嘉彦; 安藤 俊就; 辻 博史; et al.

IEEE Transactions on Magnetics, 32(4), p.2236 - 2239, 1996/07

 被引用回数:11 パーセンタイル:63.91(Engineering, Electrical & Electronic)

Nb$$_{3}$$Al超電導体は、Nb$$_{3}$$Alに比して歪に対する臨界電流値の劣化が少ないという性能がある。本性能を用いることによりITER-TFコイルの巻線方式として、Recent-and-Wind法を用いることができる。これにより、製作性の信頼性の向上、および製作コストの低減がはかれる。本講演では、Recent-and-Wind法により製作し、その技術の実証をCSモデルコイル内で行うNb$$_{3}$$Alインサートの設計について報告する。

報告書

Japanese contributions to IAEA INTOR Workshop,Phase two A,Part 3; Chapter VI: Electromagnetics

笠井 雅夫*; 池田 文構*; 斎藤 龍太*; 安藤 俊就; 藤沢 登; 長谷川 満*; 橋爪 隆*; 井田 俊雄*; 飯田 文雄*; 飯田 浩正; et al.

JAERI-M 88-010, 206 Pages, 1988/02

JAERI-M-88-010.pdf:3.83MB

本報告書はIAEA主催のINTORワークショップ,フェーズIIA,パート3における日本の報告書の第VI章に相当するものであり、クリティカルイッシュとイノベーションの節から成っている。

報告書

核融合次期装置設計(昭和61年度設計報告書); マグネット設計

三木 信晴*; 飯田 文雄*; 鈴木 昌平*; 和智 良裕*; 豊田 勝義*; 橋爪 隆*; 今野 雅行*

JAERI-M 87-153, 189 Pages, 1987/09

JAERI-M-87-153.pdf:4.16MB

本報告書は昭和61年度におけるFERマグネット設計をまとめたものである。

口頭

燃料デブリの臨界管理技術の開発,55; 水ガラス系中性子吸収材を被覆した燃料デブリの乾燥挙動の評価

鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 岡村 信生; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への評価を評価するため、模擬試験体を用いて実施した試験結果を報告する。

口頭

燃料デブリの臨界管理技術の開発,54; 水ガラス系中性子吸収材を被覆した燃料デブリの乾燥挙動の試験概要

荒井 陽一; 鈴木 誠矢; 岡村 信生; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材(以下、水ガラス吸収材)の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への影響を評価するために実施した模擬試験体を用いた試験概要や予備検討に関して報告する。

口頭

燃料デブリの臨界管理技術の開発,56; 水ガラス系中性子吸収材を被覆した燃料デブリの乾燥挙動に対するスケール効果の影響調査

鈴木 誠矢; 荒井 陽一; 渡部 雅之; 川野 昌平*; 川原田 義幸*

no journal, , 

福島第一原子力発電所の燃料デブリ取出し時の臨界防止用に、水ガラスを主成分として酸化ガドリニウムを混合した固化型非溶解性中性子吸収材(以下、水ガラス吸収材)の開発を進めている。燃料デブリ表面に水ガラス吸収材を被覆した状態での乾燥挙動への影響を評価するために実施した模擬試験体の寸法等のパラメータ試験に関して報告する。

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